• Nuclear Engineering and Technology
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• 제52권12호
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• pp.2717-2724
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• 2020

Silicon, especially silicon in the form of SiO₂, is a major component of rocks. Final spent fuel storages, which are being designed, are located in suitable rock formations in the Earth's crust. Reduction of the uncertainty of silicon neutron scattering and capture is needed; improved silicon evaluations have been recently produced by the ORNL/IAEA collaboration within the INDEN project. This paper deals with the nuclear data validation of that evaluation performed at the LR-0 reactor by means of critical experiments and measurement of reaction rates. Large amounts of silicon were used both as pure crystalline silicon and SiO₂ sand. The critical moderator level was measured for various core configurations. Reaction rates were determined in the largest core configuration. Simulations of the experimental setup were performed using the MCNP6.2 code. The obtained results show the improvement in silicon cross-sections in the INDEN evaluations compared to existing evaluations in major libraries. The new Thermal Scattering Law for SiO₂ published in ENDF/B-VIII.0 additionally reduces the discrepancy between calculation and experiments. However, an unphysical peak is visible in the neutron spectrum in SiO₂ obtained by calculation with the new Thermal Scattering Law.

• 방사성폐기물학회지
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• 제22권3호
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• pp.251-257
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• 2024

Pyrochemical processing and molten-salt reactors have recently garnered significant attention as they are promising options for future nuclear technologies, such as those for recycling spent nuclear fuels and the next generation of nuclear reactors. Both of these technologies require the use of high-temperature molten salt. To implement these technologies, one must understand the electrochemical behavior of fission products in molten salts, lanthanides, and actinides. In this study, a rotating-disk-electrode (RDE) measurement system for high-temperature molten salts is constructed and tested by investigating the electrochemical reactions of Sm³⁺ in LiCl-KCl melts. The results show that the reduction of Sm³⁺ presents the Levich behavior in LiCl-KCl melts. Using the RDE system, not only is the diffusion-layer thickness of Sm³⁺ measured in high-temperature molten salts but also various electrochemical parameters for Sm³⁺ in LiCl-KCl melts, including the diffusion coefficient, Tafel slope, and exchange current density, are determined.

• 방사성폐기물학회지
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• 제8권2호
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• pp.99-105
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• 2010

본 연구에서는 전해환원공정에서 발생하는 폐용융염에서 LiCl을 재활용하기 위해 핵종제거 물질로 제올라이트를 사용할 때, 발생하는 폐제올라이트와 여기에 흡착된 유리염을 고감용으로 고화하는 경우의 고화체특성을 살폈다. 주종 핵종인 Cs의 침출속도는 붕규산유리보다는 석회유리로 고화한 경우, SAP과의 반응비와 유리의 첨가량을 변화시켜도 그 값은 1/10 정도로 낮았으며 그 범위는 0.1에서 $0.01g/m^2d$이었다. 한편으로 Sr의 침출속도는 유리의 종류와 첨가량변화에 크게 지배를 받지 않으며 Cs보다 훨씬 낮은 0.001에서 $0.0001g/m^2d$이었다. 그리고 압축강도는 유리의 함량이 증가할수록 감소하였고, 열팽창율은 어떤 온도에서도 유리를 30% 함유한 것이 가장 적게 나타났다. 한편으로 이 고화체들의 용융온도는 약 $1,100^{\circ}C$로서 유리의 함량이 증가하면 약간씩 높아졌다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제9권4호
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• pp.247-258
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• 2011

사용후핵연료의 파이로처리기술에 대한 국내외 특허동향을 분석하였다. 1975-2009년에 걸쳐 한국, 미국, 일본 및 유럽연합에서 출원된 특허에 대하여 출원국별, 출원인별, 연도별 및 세부기술분야별로 구분하여 그 내용을 비교함으로써 파이로처리기술 개발 현황을 분석하였다. 그리고 주요 출원인의 세부기술별 특허활동지수로부터 특정분야의 기술개발 편중도, 분석대상 특허의 피인용횟수와 패밀리수로부터 각국의 기술 경쟁력을 조사하였다. 또 장차 파이로처리기술의 실용화에 대비하여 필수 요소기술들을 도출하고 그에 대한 현기술 수준과 기술개발동향 등을 파악하였다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제52권1호
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• pp.123-134
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• 2020

The interaction between UN and CdCl₂ in the LiCl-KCl molten eutectic was studied at 773 K. The reaction was controlled by sampling the melt, as well as by analysis of the resulting precipitate. The process was shown to proceed according to several parallel reactions. The summary reaction was determined to have two stages: a fast one and a slow one. The 19-53% UN → UCl₃ conversion was obtained for the molar ratio of CdCl₂/UN = 1.22-14.9. The rest of UN converts into the precipitate of complex composition (UNCl + U₂N₃ + U₄N₇ + UN₂). The increase in the CdCl₂/UN molar ratio from 1.22 to 14.9 resulted in the decrease in duration of the first "fast" stage of the process from 18 h to 1 h.

• 분석과학
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• 제12권3호
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• pp.177-183
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• 1999

사용후 U-Al 핵연료 용해용액의 자유산 농도 측정에 이용할 수 있는 Gran plot적정법을 개발하였다. 질산을 염기로 적정할 때 미치는 U(VI)과 Al(III)의 영향을 옥살산칼륨 착화제가 함유된 적정매질과 함유되지 않은 적정매질에서 조사하였다. Gran plot방법으로 종말점을 구할 경우 두 가지 매질에서 모두 양의 오차가 있었으며, 착화제가 함유된 매질에서는 U(VI)이 그리고 착화제가 없는 매질에서는 Al(III)이 오차의 원인이었다. 옥살산칼륨 적정매질에 첨가하는 시료량을 조절하여 pH 5.0 이하에서 적정을 시작함으로써 오차를 줄일 수 있었으며, 질산 농도가 0.1 M이고 U(VI) : Al(III) : $H^+$의 몰비율이 2:12:1인 시료의 질산 농도 측정오차는 1%이하였다. 이 방법으로 U:Al의 몰비율이 1:6인 하나로핵연료 용해용액의 질산 농도를 정확하게 측정할 수 있었다.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제52권2호
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• pp.397-416
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• 2020

Investigations of the commercial aircraft impact effect on nuclear island infrastructures have been drawing extensive attention, and this paper aims to perform the safety assessment of Generation III nuclear power plant (NPP) buildings subjected to typical commercial aircrafts crash. At present Part II, based on the verified finite element (FE) models of aircrafts Airbus A320 and A380, as well as the NPP containment and auxiliary buildings in Part I of this paper, the whole collision process is reproduced numerically by adopting the coupled missile-target interaction approach with the finite element code LS-DYNA. The impact induced damage of NPP plant under four impact locations of containment (cylinder, air intake, conical roof and PCS water tank) and two impact locations of auxiliary buildings (exterior wall and roof of spent fuel pool room) are evaluated. Furthermore, by considering the inner structures in the containment and raft foundation of NPP, the structural vibration analyses are conducted under two impact locations (middle height of cylinder, main control room in the auxiliary buildings). It indicates that, within the discussed scenarios, NPP structures can withstand the impact of both two aircrafts, while the functionality of internal equipment on higher floors will be affected to some extent under impact induced vibrations, and A380 aircraft will cause more serious structural damage and vibrations than A320 aircraft. The present work can provide helpful references to assess the safety of the structures and inner equipment of NPP plant under commercial aircraft impact.

• Nuclear Engineering and Technology
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• 제53권1호
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• pp.188-198
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• 2021

A modern approach to nuclear energy involves reprocessing like transmutations of spent nuclear fuel products to reduce their radiotoxicity and time needed for their storage. For this purpose, they are immobilized in inert matrices made of zirconia and can be "burned" in fast neutron reactor or Accelerator Driven System. These matrices in spherical form can be obtained by sol-gel process. The paper presents a method of microspheres fabrication based on the combined Complex Sol-Gel Process and double extraction process consisting in the preparation of zirconium-ascorbate sol and simultaneous extraction of water and nitrates. The procedure allows obtaining gel microspheres with a diameter of 50 ㎛, which after heat treatment are processed into the final product. The synthesis of zirconia microspheres with Yttrium by internal gelation process is well known for over a decade now. However, the explanation and characterization of synthesis of such material by extraction of water process is rarely found. Parameters such as: pH, viscosity, shape, sphericity and crystal structure have been determined for synthesized products and semi-products. In addition, preliminary research consisting in irradiation of the obtained materials in fast and thermal neutron flux was carried out. The obtained results are presented and described in this work.

• 방사성폐기물학회지
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• 제10권1호
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• pp.63-75
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• 2012

사용후핵연료 심지층처분장 부지선정과 최종 처분장부지의 처분적합성을 평가하는 업무는 시행-착오를 줄이고 기술적 신뢰성 확보와 합리적이고 효율적인 업무수행을 추구하여야 한다. 이에 선행하여, 우리나라에 적용 가능한 처분장부지의 지질환경 요건 설정을 위한 기본방향과 개별 인자의 처분적합성지표를 가능한 한 정량화하여 설정하고 업무에 적용하여야 한다. 사용후핵연료 처분장부지 선정과 최종처분장 부지의 안전성확보를 위한 처분요건과 관련하여 IAEA 및 OECD 회원국들과 처분연구 및 상용사업 수행 관련 선진국가들의 사례를 바탕으로 요건 별로 구분하여 현황을 분석하였다. 여기서는 사용후핵연료 처분장 부지로서 암석 암반이 갖추어야 할 충분 혹은 선호요건에 대한 이해 제고와 관련 세부 기술지침을 도출하는데 기여하고자 하였다. 이를 토대로 어떠한 암석 암반이 상대적으로 보다 유리한 조건을 가지는 선호요건으로 제시해야 하는지, 그리고 충분요건과 선호요건을 적용하여 후보부지 조사 선별평가 기간 동안 부지선정업무에 반영하고 평가하고 결정하여야 하는 방법론을 도출할 수 있도록 기본 골격을 제시하였다. 또한 처분안전성 확보를 위해 필요한 기본적인 사항을 검토하고 서술하였다. 본 논문에서 기술한 항목들은 처분안전성 확보를 위한 처분요건의 기술지침 구성 체계, 처분안전성 확보개념, 다중방벽 기능 조건, 천연방벽의 지질환경 기본요건, 그리고 우리나라에 적용 가능한 처분장부지 지질환경 기본요건(안) 등으로 구성된다. 우리나라의 사용후핵연료 심지층처분장 부지의 위치에 관한 사업자 기술지침 요건으로 제안하였다. 이와 관련하여 충분요건과 선호요건으로, 화산활동, 지진활동, 단층운동 융기 침강 운동 및 기후 해수면변동 등 장기지질안정성 요건을 비롯한 15개 충분요건과 48개 선호요건을 제안하였다. 이들 요건은 우리나라의 지질환경 특성을 충분히 반영하여 후속되는 각 부문별 특성에 적합한 정량적인 기술 기준 및 지침으로 개발되어야 할 것이다. 정량적 기술지침의 도출은 상용 처분장부지 선별평가과정 및 처분장 부지적합성평가 과정으로부터 확립될 수 있을 것이다. 또한 다양한 부문별 안전사례(safety case) 작성 혹은 연구용 지하처분연구시설 (underground research laboratory: URL)을 이용한 처분시스템의 실증과정 등을 통하여 객관적이고 신뢰성있는 정량적인 지침들이 확립될 수 있을 것이다.

• 방사성폐기물학회지
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• 제8권4호
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• pp.261-267
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• 2010

고온 야금 핵연료 재활용 공정이라고 불리는 파이로 프로세싱은 전망 있는 핵연료 재활용 기술로써 잘 알려져 왔다. 파이로 프로세싱은 증가된 핵확산저항성과 경제적 효율 때문에 미래 원자력 시스템에 있어서 중요하다. 파이로 프로세싱의 기본적인 개념은 핵확산저항성을 향상시키는 악티나이드 그룹의 회수로 볼 수 있다. 파이로 프로세싱에서 중요한 공정 중 하나인 전해제련공정은 사용후핵연료로부터 우라늄과 악타나이드를 같이 회수하는 공정이다. 본 연구에서는 수직형 카드뮴 증류장치를 제작하였다. 773~923K, 0.01torr 이하의 압력조건에서 카드뮴의 증류속도는 $12.3{\sim}40.8g/cm^2-h$를 나타내었다. 고순도 아르곤 분위기의 글러브 박스에서 LCC 전해법으로 우라늄-카드뮴 합금을 제작하였다. 순수한 카드뮴과 우라늄-카드뮴 합금중의 카드뮴 증류거동을 조사하였다. 본 연구에서 얻을 수 있었던 카드뮴 증류거동 연구결과를 카드뮴 증류 공정의 개발에 이용할 수 있을 것이다.